Catatan Perjalanan: Kyoto University Research Reactor Institute (KURRI)

Osaka Castle

Alhamdulillah.. udah di asrama lagi, 5 hari kemarin nginep di Osaka, dari hari Senin (20 Juli) sampe haris Jumat (24 Juli). Saya ke Osaka sebagai partisipan Nuclear Engineering Experiment di Kyoto University Research Reactor Institute (KURRI), or tepatnya pake fasilitas riset yg namanya Kyoto University Critical Assembly (KUCA). KURRI ini salah satu badan riset nuklir univ Kyoto, tp lokasinya bukan di Kyoto, melainkan di Kumatori, Osaka. Cuma sayang banget, karena kegiatannya super padat, jd ga sempat jalan2.. hff.. padahal pengen banget liat Osaka Castle n Universal Studio.. hmm maybe next time…

Saya berangkat dari asrama hari Senin pagi jam 5.45, bareng satu temen dari Mongolia (Byambajav Munkhbat), terus kami ketemuan sama satu temen lagi dari Jepang (Masahiko Nakase) di stasiun Shin Yokohama. Terus kita naik Shinkansen, perjalanan klo ga salah sekitar 2 or 3 jam, trus di di stasiun Shin Osaka kita naik lagi kereta lokal sampe stasiun Kumatori.

Sebelum ke KUCA kami makan siang dulu di restoran kecil deket stasiun, kami makan okonomiyaki (mirip martabak telor bang solihin di monas, hehe..), ternyata lumayan mahal, sekitar 800 yen, tp gapapa namanya jg pengalaman. Setelah itu kami langsung menuju KUCA naik bis dengan ongkos 160 yen.

Okonomiyaki

Akhirnya kami sampai di KUCA Dormitory, tempat tinggal kami selama di Osaka. Hmm.. gedung asramanya punya 2 lantai, n keliatan udah tua, padahal sewanya lumayan mahal, semalem sekitar 1000 yen, asrama sy d Yokohama kan cuma sekitar 500-600 Yen. Kemudian kami check in, ternyata saya sekamar dengan Teaching Assistant kami, orang Indonesia, namanya M. Kunta Biddinika or mas Kunta, siip deh. Kami dapat kamar di lantai 2, kamarnya lumayan, yaa standar kamar di Jepang lah, ada TV, AC, westafel, bed, n yg paling penting: koneksi internet.

Hari Senin itu sebenernya libur, itu hari laut (marine day) di Jepang, makanya hari itu ya sbenernya ga ada kegiatan. Setelah menyimpan barang2 di kamar, kami berangkat ke gedung KUCA, deket banget dr asrama, cuma 5 menit jalan kaki. Kesan pertama saya begitu masuk kompleks fasilitas risetnya: “hmm.. ko ga kliatan so hi-tech ya..“, lagi2 gedung2 disana kliatan udah tua.

My KURRI ID Card

Hari itu acaranya cuma semacam acara pembukaan sederhana, ternyata pesertanya bukan hanya anak2 Tokodai, bbrp teman berasal dr univ Tohoku. Saat itu kami baru tau kalau ternyata seluruh penjelasannya akan diberikan dalam bahasa Jepang, waah sayang sekali.. mungkin krn mayoritas peserta adalah mahasiswa Jepang.  Padahal orang2 KUCA sbnernya bisa bhs Inggris juga, n tmn Jepang sy pun bilang sbnernya mereka pun ngerti klo penjelasannya pake English.

Sorenya kami pergi ke warung makan kecil di depan KUCA, pilihan makanannya ga banyak, saya cuma makan nasi pake ikan doang, n minum sugarless ice tea, pelayannya ramah, tau bahwa kami ga bs bhs Jepang dia pun berusaha pake bhs Inggris, walaupun agak susah.

@KUCA Dormitory

Malamnya pas mau mandi, baru saya tau ada satu masalah besar! ruang mandinya ternyata hanya ada satu n model ofuro! alias mandi bareng2! hiiih.. serem.. jadi saya pikir mending mandinya ntar aja di waktu2 yg kira2 ga ada orang mandi. Besoknya (Selasa subuh) sktar jam 4 subuh sy bangun n langsung mandi, “wah pasti ga ada orang yang cukup gila ampe mandi subuh2 gini” pikir saya. At first, everything went well, ga ada orang disana, eehh.. pas lagi asik2nya mandi, ada suara pintu dibuka! n tiba2 ada om2 gendut masuk!! bugil!!! yahhh.. sial bener.. akhirnya sy cpt2 kluar, kaburrr!!!

Di KUCA ini ada salah satu teman saya sedang kuliah S3, namanya M. Nurul Subkhi, dia ini sama2 dari Fisika ITB. Nah selama di KUCA ini saya pesan bento yg dimasak oleh istrinya Nurul ini, hmm.. sedaap hehe.. maklum dah lama juga ga makan masakan Indonesia.

Experimen “beneran”-nya dimulai hari Selasa. Jam kerja kami disana mulai jam 9 pagi sampai jam 5 sore. Ada 3 macam eksperimen yang akan kami lakukan disana:

1. Approach to Criticality, untuk memprediksi jumlah nuclear fuel plate yg diperlukan to achieve criticality
2. Control rod calibration, untuk tau control rod worth
3. Measurement of Reaction Rate Distribution, untuk tau distribusi fluks neutron

KUCA C-Core

Jadi “mainan” utama di KUCA ini adalah nuclear critical assembly, ga terlalu besar juga sih, yg kami pakai waktu itu adalah C-Core, assembly bermoderator H2O. Bagian utamanya terdiri dari 12 fuel frame yg tiap frame bisa diisi sampai maksimal 40 fuel plate. Ukuran fuel framenya 14 x 7 cm, jadi ukuran total assembly nya sekitar 28.4 x 42.3 cm, ga trlu besar.

Ternyata 2 profesor di KUCA ini orang Korea n mereka bnr2 fasih bgt bhs Jepang-nya, hmm.. kapan ya orang Indonesia ada yg jadi profesor nuklir di Jepang???

Hampir semua kegiatan intinya dilakukan hari Selasa n Rabu. Most of the time kami duduk d kelas dengerin penjelasan n di control room, doing data mining from there. Kami juga sempat dibawa masuk ke dalam reaktornya utk melihat secara langsung. Satu hal yg agak menarik adalah mereka menggunakan jemuran baju (yg plastik warna-warni itu lo) sbg penjepit pelat almunium utk menjaga constant gap witdth between fuel frames, ko bisa ya alat sederhana gt dipake di nuclear critical assembly???

Kami juga diberi kesempatan untuk mencoba melakukan fuel loading, masukin fuel plate ke dalam fuel frame. Setelah itu kami diminta menghitung jumlah fuel plate di dlm fuel frame, weh2 trnyata ga gampang loh. Orang2 KUCA ketawa aja liat kami kerepotan ngitung tu fuel plate, akhirnya kami disuruh pake ANFPNC alias Advanced Nuclear Fuel Plate Number Counter. Eehh.. taunya tu barang cuma sedotan biasa doang! weh2.. tu orang2 KUCA ketawa2 lagi, mereka bilang it’s just a joke. Saya surprise juga ko mereka bisa pake barang2 sederhana gt di fasilitas nuklir ky gt ya???

Munkhbat, me, and Sicheng @ control room

Hari kamis pagi acaranya experiencing reactor control. Jadi tiap student diberi kesempatan sebentar utk ngendaliin tu reaktor dengan cara control rod adjustment. Ada yg kebagian naikin n nurunin daya reaktor, sy kebagian nurunin daya dari 80% ke 40%. Ternyata ga gampang juga ngendaliin control rod, harus pake feeling. Siangnya acaranya group presentation, saya sekelompok dengan Munkhbat (Mongolia), Liu Sicheng (RRC), dan Kim Seon Tae (South Korea), tugas kami membahas mengapa data dari eksperimen ko beda dengan data dari perhitungan teoritis.

Experimental vs Theoretical

Setelah sesi presentasi, kami diminta untuk menyiapkan laporan eksperimen yang harus dikumpulkan besoknya (Jumat) jam 10 pagi, weh2 gilee.. kami cuma punya waktu semalam utk ngerjain laporan segitu banyak. Kelompok kami pun bagi2 tugas, saya kebagian ngerjain laporan chapter 1, fiuhh.. lumayan cape juga, malam itu kami lumayan ganbatte, walaupun sambil bercanda n ketawa2 keras semalaman, emang pada gila tu temen mongol n RRC hehe..  Munkhbat ngomel2 krn rencananya utk mabok2an pake bir Osaka malam itu jadi berantakan, n Sicheng malah ngeloyor santai n mau tidur aja katanya.. weh2.. saya baru tidur sktr jam 4 pagi n bangun sekitar jam 7 pagi.

Kemudian kami semua check out dari asrama dan menuju KUCA utk ngeprint n ngumpulin laporan. Hari itu acaranya cuma site visit, kami mengunjungi Kyoto University Reactor (KUR), yg trletak persis disebelah gedung KUCA, saat itu KUR sedang tdk beroperasi. Kami dibawa masuk ke dalam KUR dan diberi berbagai penjelasan, salah satunya adalah bahwa di KUR ini mereka punya fasilitas utk cancer treatment dengan metode BNCT.

And finally, KUCA experiment has come to the end, kami pun pulang hari jumat siang. Kami pulang bareng seorang profesor Tokodai, Prof. Yoshihisa Matsumoto. Di stasiun Shin Osaka kami makan siang okonomiyaki lagi, kami ditraktir Prof. Matsumoto, asiiik.. hehe..

Saya sampai d asrama Yokohama sktr jam 6 sore.. huff cape juga..

FIN

Image Gallery

Click to view the album (62 photos)

- – -

Helium density in pellet-clad gap of nuclear fuel rod

Kemarin2 lg butuh data densitas Helium di dalem fuel rod nuklir, heran, udah kesana-kemari keliaran pake google ko ga ktemu2 yah.. ada yg punya datanya kah..? perlu neh..

Hmm.. apa itu termasuk data “rahasia” yah.. hmm aneh..

Yah daripada kerjaan mampet gara2 ga ada data, kepaksa bikin perkiraan sendiri deh.. sy pake persamaan gas ideal yg paling sederhana aja^[1]:

Harusnya sih persamaan gas ideal lumayan bagus untuk dipake ngitung densitas Helium, kan Helium gas monoatomik, jadi harusnya kelakuannya ya mirip sama gas ideal kan.. biar yakin benchmark dulu lah, sama data Helium pada keadaan STP^[2]:

• T = 273.15 K
• p = 101325 Pa

Nilai parameter lainnya:

• M Helium = 4.002602E-3 kg/mol ^[3]
• R = 8.314472 J/(K.mol) ^[1]

Trus itung deh..

Klo liat di wikipedia^[3], densitas Helium (STP) tu 0.1786 g/L, wah ternyata cocok ma perhitungan gas ideal!! siip!!!

Berarti sekarang saya bisa buat perkiraan yg lumayan akurat tentang densitas Helium di dalam fuel rod dong ya! data2 yang dipake:

• p = 3 MPa (dapet dr sebuah jurnal)
• T = 650 K (ada itungan nya, kpn2 di post deh..)

Itung..

Hmm.. berarti densitas Helium di dalam pellet-clad gap tu sekitar 0.00222185 g/cc dong ya..

Bener ga yah..? hmm…

Referensi:

1. http://en.wikipedia.org/wiki/Ideal_gas_law
2. http://en.wikipedia.org/wiki/Standard_conditions_for_temperature_and_pressure
3. http://en.wikipedia.org/wiki/Helium

Calculation code for nuclear cross section

Code package:

• The code [ncs.doc], written in Delphi (download, rename to “ncs.zip”, then extract)

Calculation code for spherical nuclear reactor

The governing equation being used is the steady state neutron diffusion equation:

Numerical schemes being used are:

• Central finite difference for flux calculation
• Gauss-Siedel and S.O.R for flux calculation
• Power method for criticality calculation

Code package:

• Manual (English)
• Code [snr.doc], written in Delphi (download, rename to “snr.zip”, then extract)

Flowchart of the code:

Some previews:

 

Some Definitions of Nuclear Fuel Pellet Density

Nuclear Fuel Pellet Theoretical Density (TD)
Fuel TD adalah nilai densitas fuel pellet pada kondisi ideal/sempurna, yang dihitung dengan persamaan umum berikut:

Fuel TD dihitung dengan asumsi bahwa seluruh volume fuel pellet terisi hanya oleh material fuel, dimana hal ini tidak terlalu tepat, karena sebenarnya di dalam fuel pellet pasti terdapat impuritas, baik itu porositas ataupun rongga2 udara yang sangat kecil, akibat proses fabrikasi yang tidak sempurna. Karena itu densitas fuel yang sebenarnya pasti tidak 100%, melainkan berkisar 94-96% dari fuel TD, dimana fuel TD adalah 10.96 gr/cc.

Nuclear Fuel Pellet Effective Density (ED)
Densitas fuel pellet yang sebenarnya biasa disebut dengan Fuel Pellet Effective Density (ED), dan dirumuskan sebagai berikut:

Nuclear Fuel Pellet Smeared Density (SD)
Fuel SD adalah nilai densitas fuel dengan asumsi bahwa fuel pellet menempati seluruh rongga di dalam cladding, dengan demikian kita asumsikan bahwa fuel pellet menempel dengan permukaan dalam cladding (diasumsikan tidak ada celah/gap). Hubungan antara TD, ED, dan SD adalah sebagai berikut:

Khusus untuk perhitungan cell homogenization dengan menggunakan code PIJ/BURN-SRAC, biasanya digunakan SD, yaitu dengan asumsi bahwa gap tidak terlalu mempengaruhi perhitungan, sehingga dapat diabaikan.

Sumber:

1. N. E. Todreas and M. S. Kazimi, “Nuclear Systems: Vol. I, Thermal Hydraulic Fundamentals,” Hemisphere, NY 1990, 3rd printing, Taylor & Francis, 2001, pp 33-35.
2. http://www.kntc.re.kr/openlec/nuc/NPRT/module2/module2_2/module2_2_2/2_2_2.htm
3. http://article.nuclear.or.kr/jknsfile/v34/A04803285970.pdf

Hydrogen to Heavy Metal Ratio (H/HM ratio)

Hydrogen to Heavy Metal Ratio or H/HM for short, is typical parameter in neutronic analysis of a nuclear reactor,  or more specifically, the Pressurized Water Reactor (PWR) type. Basically it is simply the ratio of moderator (water) to fuel/fissile material (U/Pu/Th) within one calculation cell. I will briefly show you how to calculate this H/HM.

Consider a standard Westinghouse PWR fuel: cylindrical fuel rod array, arranged in rectangular geometry, please refer to this link for the detail of its technical specifications.

Next, make sure that you have understood how to calculate the atomic number density, or otherwise learn it first from the following link:

Calculating_Number_Density [pdf | quickview]

Now suppose that the fuel has enrichment level of 3%, and 95% theoretical density, hence the atomic number densities are as follow:

Atomic number density of Uranium in the fuel: N_U = N_U235 + N_U238 = 2.3227E+22 atoms/cc

Atomic number density of Hydrogen in the moderator (water): N_H = 3.3456E+22 atoms/cc

And the volume fractions are as follow:

Fuel :   33.501 %
Coolant :   54.943 %
Structure :   11.555 %

And finally the H/HM ratio is calculated as follow:

That’s all, easy huh..?

Neutron lethargy

Neutron lethargy, or logarithmic energy decrement, u, is a dimensionless logarithm of the ratio of the energy of source neutrons to the energy of neutrons after a collision:

With that definition, the neutron lethargy increases as the neutron slows down, the gain in lethargy after a collision is:

End of story!

Read more about neutron basics here (PDF)

The IRIS Reactor Technical Specifications

Disclaimer:
Information presented in this article are based on publicly available data of the IRIS reactor project, as properly cited from the original source. This article is NOT part of the official IRIS project led by Westinghouse. For more reliable information, the reader should refer to any official websites and information sources of the IRIS project and/or the IRIS consortium. All trademarks and registered trademarks shown in this article are the property of their respective owners.

General Plant Data
Core thermal power	1000 MWt [ref.2-page35]
Power Plant Net Output	335 MWe [ref.2-page35]
Nuclear Steam Supply System
Number of coolant loops	Integral RCS [ref.2-page35]
Steam temperature/pressure	317/5.8 °C/MPa [ref.2-page35]
Feedwater temperature/pressure	224/6.4 °C/MPa [ref.2-page35]
Reactor Coolant System
Total core flow rate	36000 kg/s [ref.3-page53]
Primary coolant flow rate	4700 kg/s [ref.2-page35]
Reactor operating pressure	15.5 MPa [ref.2-page35]
Core inlet temperature	292 °C [ref.2-page35]
Core (riser) outlet temperature	330 °C [ref.2-page35]
Reactor Core
Fuel assembly total length	5.207 m [ref.2-page35]
Fuel inventory	48.5 tU [ref.2-page35]
Average linear heat rate	10.0 kW/m [ref.2-page35]
Average core power density (volumetric)	51.26 kW/l [ref.2-page35]
Specific power (= core thermal power/fuel inventory)	20.6186 kW/kg-HM
Fuel material	Sintered UO2 [ref.2-page35] Westinghouse standard PWR fuel
Fuel average density	96% Theoretical Density [ref.3-page203] UO2-TD = 10.96 g/cc
Rod array	Square 17×17 XL [ref.2-page38,ref.5-page155]
Number of fuel assemblies	89 [ref.2-page35]
Number of fuel rods/assembly	264 [ref.2-page35]
Fuel pellet diameter	8.19 mm [ref.1-page634]
Pellet-clad gap	0.082 mm [ref.1-page634]
Clad thickness	0.572 mm [ref.1-page634]
Outer diameter of fuel rods	9.5 mm [ref.2-page35,ref.5-page155]
Pitch (center-to-center)	12.54 mm [ref.1-page634]
P/D	1.32 [ref.3-page34]
Average H/HM ratio (Hydrogen to Heavy Metal ratio)	3.4 [ref.3-page34]
Volume fractions	33.50% fuel 54.92% moderator 11.58% structure
Volume ratios	fuel-to-moderator: 0.6099 moderator-to-fuel: 1.6396
Enrichment	4.95 Wt % U-235 [ref.2-page35]
Coolant average density	0.7295 g/cc [ref.6-page31] 0.727664 g/cc (calculated from enrichment and H/HM data)
Equilibrium cycle length	30-48 months [ref.2-page35]
Average discharge burnup	60 000 MWd/tU [ref.2-page35]
Reactor Pressure Vessel
Cylindrical shell inner diameter	6.21 m [ref.2-page35]
Wall thickness of cylindrical shell	28.5 cm [ref.2-page35]
Total height (including clossure head)	22.2 m [ref.5-page154]
Active core height (core barrel)	426.7 cm [ref.5-page156]
Active core inner diameter (core barrel)	241.27 cm [ref7-page45] calculated from core thermal power, power density, and active core height
Active core outer diameter (core barrel)	285 cm [ref.5-page157]
Steam Generators
Type	Vertical, helical coil tube bundle, once-through, superheated [ref.2-page35]
Number	8 [ref.2-page35]
Thermal capacity (each SG)	125 MWt [ref.2-page35]
Number of heat exchanger tubes (each SG)	656 [ref.2-page35]
Reactor Coolant Pump
Type	Spool type, fully immersed [ref.2-page35]
Number	8 [ref.2-page35]
Pump head	19.8 m [ref.2-page35]
Primary Containment
Type	Pressure suppression, steel [ref.2-page35]
Geometry	Spherical, 25 m diameter [ref.2-page35]
Design pressure/temperature	1300/200 kPa/°C [ref.2-page35]

References

1. Duderstadt, James J. and Louis J. Hamilton. (1976), Nuclear Reactor Analysis, John Wiley & Sons, Inc, New York.
2. IRIS@NuclearNews
3. MIT Master Thesis – Thermal Hydraulic Performance Analysis of a Small Integral PWR Core
4. J-NucEngDes – Carelli – The exciting journey of designing an advanced reactor
5. J-NucEngDes – Carelli et al. – The design and safety features of the IRIS reactor
6. Data from US NRC
7. Reactor dosimetry in the 21st century

Useful links

• IRIS official website
• IRIS – 2003 FINAL TECHNICAL PROGRESS REPORT
• IRIS@wikipedia
• Water density as a function of temperature and pressure
• IRIS dimension from google books

Standard PWR nuclear fuel assembly (17×17) technical specifications

Geometry	Square 17×17 matrix
Fuel assembly dimension	Square 214 x 214 mm
Composition per assembly	Total: 289 Fuel: 264 Control rod guide thimble: 24 Instrumentation thimble: 1
Fuel material	UO2 (U235,U238,Oxygen)
Cladding material	Zircaloy-4 98.23 weight % zirconium with 1.45% tin, 0.21% iron, 0.1% chromium, and 0.01% hafnium
Gap filler	Helium gas
Fuel average density	95 – 96% Theoretical Density UO2-TD = 10.96 g/cc
Moderator (coolant)	light water (H2O) average density 0.7295 gr/cc
H/HM ratio (hydrogen to heavy metal ratio)	1.7 – 3.4 (depends on enrichment level)
Enrichment	2.5 – 5 Wt % U235
Fuel pellet diameter	8.19 mm
Pellet-clad gap	0.082 mm
Clad thickness	0.572 mm
Outer diameter of fuel rods	9.5 mm
Pitch (center-to-center)	12.54 mm
P/D	1.32

Related Links

• Data from Oak Ridge National Laboratory
• Data from KAERI Nuclear Training Center
• Data from dspace@MIT
• Data from US NRC
• Zircalloy@wikipedia
• Water density as a function of temperature and pressure

Free Download: Nuclear Reactor Analysis Code

• Download this file >> xprenpac.doc
• Change the filename to “xprenpac.zip”
• Extract it
• Read the  manual: [pdf | quickview]
• First, execute the “Project1.exe” to test-run it
• And then you can execute the “Project1.dpr” to view the entire source code (Borland Delphi 7 is required)
• Enjoy it!

Another Free Code From Syeilendra : Calculation of Radioactivity Inside Human Body

The core of this freeware is The Fourth Order Runge-Kutta Method (FORK) which numerically solve the coupled differential decay equations. Download nucmed.doc , rename it to nucmed.zip, then extract. As usual, this code was written in Pascal under Borland Dephi 7.

Screenshots :

Keywords : runge kutta radioactivity decay nuclear medicine

Monte Carlo Simulation Applied To Infinite Slab Problem

In this article I want to share a little knowledge about a simple Monte Carlo Method which applied to solve the infinite slab problem. The basic idea of the Monte Carlo Method as it applied to the infinite slab problem is we want to know the distribution of particles that bombarded to the slab, as the particles performing a random walk. We can simulate this phenomena if we know the required physical variables of the system, in this case, the reaction cross sections. For further explanation, first please download montecarlo1.doc , rename it to montecarlo1.zip, then extract. Inside the “montecarlo1″ folder, you can find 2 explanation files, power point slide, and a computer source code. This source code is real implementation of monte carlo model in form of software, this code was written in Pascal Language of Borland Delphi 7.

Screenshot:

Keywords : freeware delphi pascal montecarlo physics simulation

Related files:

• Short_explanation.doc
• Flow_Chart_of_Monte_Carlo_Method.doc
• montecarlo_slides.ppt

Solusi Persamaan Difusi Neutron Satu Grup Pada Geometri Bola Dengan Menggunakan Metode S.O.R

Solution of One Group Neutron Diffusion Equation in Spherical Geometry With S.O.R Method

Pada artikel ini saya ingin berbagi ilmu mengenai teknik memecahkan persamaan difusi neutron pada geometri bola (sferis), secara numerik dengan menggunakan program komputer. Reaktor nuklir yang akan dianalisis berbentuk bola sempurna dengan radius R, dan kuantitas yang dicari adalah profil distribusi flux neutron. Pertama silahkan download file “difusibola.doc“, kemudian rename menjadi “difusibola.zip”, kemudian ekstrak. Di dalam folder “difusibola” terdapat file “penjelasan.doc” dan folder “program”. File “penjelasan.doc” berisi teori dan penjelasan singkat mengenai persamaan difusi neutron dan solusi numeriknya, sedangkan folder “program” berisi implementasi real-nya berupa source code program komputer yang saya tulis dengan menggunakan bahasa Pascal pada Borland Delphi 7. Bila anda hanya ingin menjalankan programnya saja, dobel klik file “Project1.exe”, bila anda ingin melihat script-nya, dobel klik file “Project1.dpr”.

Berikut ini screenshot-nya :

Penjelasan: download doc format

View this document on Scribd

Semoga Bermanfaat!

Keywords: reaktor nuklir nuclear reactor energy physics numerics persamaan difusi diffusion equation neutron delphi pascal jacobi program bola sferis spherical

Solusi Persamaan Difusi Neutron Satu Grup-Satu Dimensi

Solution of One Group-One Dimension Neutron Diffusion Equation

Pada artikel ini saya ingin berbagi ilmu mengenai teknik memecahkan persamaan difusi neutron 1 grup 1 dimensi, secara numerik dengan menggunakan program komputer. Pertama silahkan download file “difusi1g1d.doc“, kemudian rename menjadi “difusi1g1d.zip”, kemudian ekstrak. Di dalam folder “difusi1g1d” terdapat file “penjelasan.doc” dan folder “program”. File “penjelasan.doc” berisi teori dan penjelasan singkat mengenai persamaan difusi neutron dan solusi numeriknya, sedangkan folder “program” berisi implementasi real-nya berupa source code program komputer yang saya tulis dengan menggunakan bahasa Pascal pada Borland Delphi 7. Bila anda hanya ingin menjalankan programnya saja, dobel klik file “Project1.exe”, bila anda ingin melihat script-nya, dobel klik file “Project1.dpr”.

Berikut ini screenshot-nya :

Penjelasan: download doc format

View this document on Scribd

Semoga Bermanfaat!

Keywords: reaktor nuklir nuclear reactor energy physics numerics persamaan difusi diffusion equation neutron delphi pascal jacobi program software freeware